不同运行工况下蒸汽发生器热工水力稳态特性数值研究

基于相似模化理论建立了蒸汽发生器一、二回路流体及传热管流 固耦合传热的单元管三维物理模型,对大亚湾核电厂蒸汽发生器不同工况下的热工水力稳态特性进行了数值模拟研究。采用热相变模型描述二回路汽液两相流动与换热、流-固耦合模型描述一回路冷却剂借助U型管与二回路流体换热。数值计算结果表明：满负荷运行时,传热管内壁温度变化趋势与一次侧流体基本一致,外壁温度与二次侧流体温度变化趋势相同;截面平均含汽率沿传热管高度的升高呈上升趋势,出口质量含汽率与大亚湾核电厂实际运行参数相符;随负荷降低一回路出口温度基本不变,二回路出口温度升高,质量含汽率及传热系数下降,平均传热系数与Rohsenow经验关联式的计算结果基本吻合。     

蒸汽发生器二次侧汽液两相流数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,在相似原理的指导下,建立了蒸汽发生器“单元管”三维物理模型,采用Particle模型和热力学相变模型,并基于CFX软件实现了蒸汽发生器二回路侧两相流流动与沸腾换热特性数值模拟。计算结果表明：满负荷运行时,沿传热管高度升高,蒸汽发生器的传热系数及截面含汽率均呈上升趋势,其平均传热系数的数值模拟结果与Rohsenow经验关联式计算结果间的误差为8.4%,出口质量含汽率与大亚湾核电站实际运行参数相符。热相变模型在蒸汽发生器两相流数值模拟中的成功应用,可为蒸汽发生器热工水力的准确分析提供参考。     

基于流热固耦合的核电蒸汽发生器传热管热应力数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,基于相似模化原理建立了蒸汽发生器简化物理模型。采用两流体模型及热弹性力学基本关系式分别描述气液两相流沸腾相变过程和热应力变化规律。利用CFX对一、二回路侧流体流动传热及与传热管的耦合换热过程进行了数值模拟,并在ANSYS WORKBENCH中实现了流体温度场载荷向结构的传递,进而对传热管进行稳态热分析和热应力分析。计算结果表明：二回路出口质量含汽率为24.5%,冷却剂出口温度为296.2 ℃,均与大亚湾蒸汽发生器实际运行参数相符;传热管热应力与其壁面温差分布一致,且沿壁厚方向先减小后增大,并存在中性层,传热管最大热应力为54.5 MPa。研究结果为蒸汽发生器的优化设计及安全运行提供了一定的理论支撑。     

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器流量漂移不稳定性研究

建立与氦气对流换热的并联螺旋管蒸汽发生器数值模型,分别采用一维飘移流模型和一维可压缩流动模型描述水侧和氦气侧的流动。在此基础上研究了球床模块式高温气冷堆核电站螺旋管蒸汽发生器内的流量漂移不稳定性。动态计算结果表明,在一定条件下蒸汽发生器内有可能发生流量漂移,不同传热管流量可相差几倍,而出口温度则相差几百度。通过对质量流速-压降曲线的分析,发现热负荷对稳定性起主导作用,热负荷越大越易发生流量漂移,且边界质量流量随热负荷呈线性增长。增大入口节流阻力和过冷度可以在一定程度上避免流量飘移。最后给出了蒸汽发生器流量飘移的稳定边界。     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

基于漂移流模型的蒸汽发生器稳态热工水力分析

为研究蒸汽发生器的稳态热工水力特性,建立了四方程漂移流模型,并开发了一维计算程序。对蒸汽发生器U型管管束空间考虑为由一次侧通道、二次侧通道和传热管构成,对一次侧通道和二次侧通道的过冷段采用单相流模型,二次侧通道的沸腾段采用四方程漂移流模型,建立基于交错网格的一阶迎风差分方程,通过热平衡-自然循环压降的交叉迭代计算得到稳态热工水力参数。利用程序计算了秦山300 MW核电厂100%、75%、50%、30%、15%功率稳定运行工况下的热工水力特性,并与RELAP5的计算结果进行比较,两组结果一致性较好。     

基于时间序列神经网络的蒸汽发生器传热管泄漏程度诊断研究

针对蒸汽发生器U形传热管泄漏,本文提出了一种基于时间序列神经网络对蒸汽发生器传热管泄漏程度进行诊断研究的方法。首先,对核电厂蒸汽发生器U型传热管泄漏进行机理分析,构建其数学模型,提取其泄漏的直接特征参数,再依据Fisher得分法,提取其间接特征参数;其次,通过滑动时间窗口法从预处理后的时间序列数据中生成数据样本,作为时间序列神经网络的输入,并以蒸汽发生器U形传热管泄漏程度信息为标注,基于反向传播（BP）算法对五层神经网络系统进行训练,得到蒸汽发生器U形传热管泄漏的时间序列神经网络模型;最后,模拟核电厂运行过程蒸汽发生器U形传热管泄漏时的时间序列测试数据。仿真结果表明,时间序列神经网络对演变事件的处理具有较好的有效性和较高的泛化能力,对故障程度的诊断研究具有参考价值。      

蒸汽发生器二次侧^16N迁移时间的计算模型

用测量蒸汽中＾１６Ｎ的放射性活度来监测蒸汽发生器传热管的泄漏，是一项新的技术，该监测系统确定泄漏率的一个重要参数是＾１６Ｎ在蒸汽发生器二次侧的迁移时间，本文认为＾１６Ｎ泄漏工质是以汽相形成随二次测工质运动，根据蒸汽发生器二次侧工质的流动特点，将迁移的时间分成四段计算，并重点提出了管束区汽相运动的速度分布计算模型，用本文模型对秦山核电厂蒸汽发生器的＾１６Ｎ迁移时间进行了计算，并与法国电力公司的计算结     

快堆蒸汽发生器大泄漏钠-水反应计算

采用一维特征线方法建立了快堆蒸汽发生器单管发生双端断裂情况下 ,水从破裂传热管流出的泄漏率计算模型和钠 水反应气泡从球状到柱状的变温绝热生长模型。根据断裂处氢气压力变化 ,并考虑管内流体的压缩性建立了水的泄漏率模型。对分别发生在单相水区 ,单相蒸汽区和两相汽水混合区的大泄漏钠 水反应进行瞬态计算和定性分析。结果说明 ,传热管不同位置发生泄漏对二回路造成的影响不同     

蒸汽发生器二次侧两相流传热特性数值研究

以AP1000核电站蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器二次侧"平均通道"模型,利用计算流体动力学软件ANSYS CFX,基于相界面模型对蒸汽发生器二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明:数值模拟计算方法能准确模拟蒸汽发生器二次侧汽液两相流沸腾和传热过程;满负荷运行时,流体由预热区经过泡核沸腾区过渡到稳定沸腾区,含汽率和传热系数沿流动方向逐渐增大,出口含汽率与该型号蒸汽发生器设计值符合较好,平均传热系数的模拟结果和JensLottes经验关联式的预测值基本一致。     

快堆钠-水直流蒸汽发生器七管样机热工水力特性分析

钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆主热传输系统的关键设备之一,其结构及内部的传热现象是十分复杂的。管内外侧的介质及压力不同,管内侧为高温高压的水/蒸汽,存在复杂的两相流动传热传质现象;管外侧为高温液态金属钠,沿换热管高度方向存在较大的钠温变化。本文以钠-水直流蒸汽发生器七管样机为研究对象,对其热工水力特性进行了CFD分析和实验研究,CFD分析结果和实验结果吻合较好,验证了CFD分析所采用的数学模型和数值方法的可靠性。结果表明,钠-水直流蒸汽发生器七管样机的传热面积是足够的,达到了设计指标要求,其界限质量含汽率约为0.42,临界热流密度约为451.98 kW/m²,从而确定了蒸干点的位置。     

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

为开发适用于球床模块式高温气冷堆HTR-10的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型。模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓,以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量。本文讨论了3种节点划分方案,针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用96节点划分方案进行后续研究。此外,通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性,并在100%功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景,分析了模型中主要参数的变化过程。动态仿真结果表明,氦气流量阶跃会引起一、二次侧参数不同程度的变化,变化幅度与阶跃程度呈正比,且金属管壁和水侧热容、二次侧参数变化速率相对缓慢,模型再平衡时间较短,表明HTR-10采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小。     

螺旋管核态沸腾两相流摩擦压降与传热数值分析

通过合理简化一体化模块式先进反应堆(SMART)螺旋管式蒸汽发生器,建立螺旋管单元管模型,采用两流体模型和非平衡过冷沸腾模型,在均匀热流密度下对螺旋管内流体进行不同参数下流动与传热数值模拟。结果表明：摩擦压降数值计算结果与陈学俊经验公式最为接近;曲率从0.04降至0.012时,摩擦压降明显下降,曲率继续下降,摩擦压降不变;加速压降几乎不受曲率影响;螺旋升角为3°～8.6°时,计算摩擦压降可不考虑螺旋升角的影响;雷诺数越大,总压降和摩擦压降均变大,摩擦压降梯度也明显增大。     

蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区两相流动数值模拟

基于两流体欧拉数学模型结合RPI壁面沸腾模型,利用大型商用CFD软件ANSYS CFX 12.0对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区一次侧、壁面和二次侧耦合传热过程进行了数值模拟。研究了三叶梅花孔支撑板和不同入口过冷度条件下蒸汽发生器传热管束内的流动沸腾现象,得到一、二次侧流场与温度场,二次侧空泡份额分布,支撑板梅花孔局部的流动状况及不同入口过冷度对蒸汽发生器热工水力特性的影响。数值模拟结果表明,三叶梅花孔支撑板的存在及不同入口过冷度对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区域的热工水力特性影响显著。     

Evaluation of Delayed Neutron Fraction β for Thermal Fission of U-235 Based on Integral Experiments Using SHE

Countercurrent gas-liquid flow is theoretically and experimentally evaluated for a boiling system simulating a BWR core. In a single channel, flow patterns are determined from the mass balance equations and pressure drop under steady state conditions is calculated for each flow pattern using a drift flux model, where the distribution parameter and drift velocity are correlated as functions of void fraction and hydraulic diameter from void fraction data. The calculated pressure drop shows a similar trend to that of the data for the effects of bypass leak flow rate and heater power. Countercurrent behavior in three boiling channels under slow transient conditions is also predicted from the single channel characteristics and close agreement is obtained between the predicted and experimental results. The results show that steam up-flow or cocurrent up-flow easily occurs in a channel with low pressure drop, namely, with a large entry orifice, high power or low bypass leak flow rate.     

Steady thermal hydraulic characteristics of nuclear steam generators based on the drift flux code model

To investigate the steady thermal hydraulic characteristics of U-tube steam generator(SG), a 1D simulation code based on the four-equation drift flux model is developed. The U-tube channels presumably consist mainly of the primary channel, secondary channel, and tube wall. In the sub-cooling regions of the primary and secondary channels, flow is simulated using the single-phase flow model, whereas that in the boiling regions of the secondary channels is simulated using the four-equation drift flux model. The first-order equations of upwind difference are derived based on the staggered grid. Steady-state thermal hydraulic parameters are obtained with a cross-iteration scheme of heat balance and natural circulation requirement. The developed code is applied to analyze the SG behavior of the Qinshan I Nuclear Power Plant under 100%, 75%, 50%, 30%, and 15% power conditions. Analysis results are then compared with the simulation results obtained using RELAP5.     

自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究

以欧洲压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。